Излучение реактора

Толщина первичной защиты и ее эффективность ослабления излучения реактора обычно превосходят толщину вторичной защиты и соответственно эффективность последней. Однако доля первичной защиты в полном весе биологической защиты может быть, наоборот, меньше, поскольку площадь поверхности вторичной защиты намного превосходит площадь поверхности первичной. [c.76]

Важнейшим элементом проектирования защиты реактора является расчет полей излучения в защите. Приведем краткую характеристику различных типов излучения реактора с точки зрения их важности в проекте защиты. [c.77]

При определении допустимых уровней излучения в различных зонах учитывается средняя степень посещаемости персоналом различных помещений, средний уровень мощности реактора при этих посещениях. В редко посещаемых местах можно допустить довольно повышенный уровень излучения (с учетом существующих норм радиационной безопасности). После принятия допустимых уровней и простейших оценок интенсивности излучений реактора приближенно определяется (для разных направлений) кратность ослабления, которую должна обеспечить защита. [c.79]

Коэффициент ослабления суммарной дозы протонов солнечных вспышек ц1 = 1/70 см 1г при толщине 30—50 слР, требуемой при длительных полетах. Для радиационного убежища с поверхностью 25 эффективный коэффициент ослабления составляет р1,эфф = 0,067 т . Коэффициент ослабления суммарной дозы у-нейтронного излучения реактора существенно зависит от композиции защиты. Примем, что при варьировании толщины наружного слоя защиты этот коэффициент ц2=1/20 см -1г. Для поверхности теневой защиты реактора 5 Ц2, эфф=1 [c.291]

У,2. П. И. Д о л и н и Б. В. Э р ш л е р. Радиолиз воды в присутствии Нз и О2 под действием излучения реактора, осколков деления и рентгеновского излучения. Труды Второй Международной конференции по мирному использованию атомной энергии. Т. 7, 1958. [c.374]

Рассмотрим результаты экспериментального исследования радиационной стойкости жидкой ДФС в поле нейтронного и гамма-излучения реактора [3]. Доза облучения достигала 114 МДж/кг, при этом увеличение плотности не превышало 6 %. Температура плавления ДФС при увеличении поглощенной дозы облучения (до 10 МДж/кг) уменьшается на 11 К, а изменение удельной теплоемкости находится в пределах погрешности опытов, составлявшей 5 %. [c.16]

При проектировании защиты ядерных энергетических установок невозможно добиться полного поглощения всех излучений реактора. Поэтому защита должна снижать излучение до величины, обеспечивающей безопасную работу обслуживающего персонала. Это организуется службой дозиметрического контроля, которая предназначена следить за уровнем радиации от ионизирующих излучений и концентрацией радиоактивных веществ в воздухе производственных помещений. [c.235]

Защита. Между реактором и термоэлектрическим преобразователем помещена защита, рассчитанная на ослабление уровня излучения реактора до Б-10 нейтрон см -год) по быстрым нейтронам [c.234]

Ядерные излучения реактора, прежде всего улучи и нейтроны, оказывают очень вредное воздействие на человека. Поэтому реактор окружается со всех сторон бетоном (см. рис. 77), толщина которого доходит до нескольких метров. Он поглощает излучение и обеспечивает обслуживающему персоналу нормальные условия для работы. [c.141]

Следует заметить, что создание защиты от ядерных излучений реактора важно не только для людей. Как мы знаем, ядерные излучения чрезвычайно сильно воздействуют на любые вещества, а следовательно, и на материалы, из которых выполнена сама конструкция реактора. Под воздействием ядерных излучений одни элементы превращаются в другие, интенсивно протекают реакции окисления (рис. 79), быстро падает механическая прочность материалов. Ядерные и химические превращения, изменения внутренней структуры и повышенная температура — все эти факторы способны вызвать очень быстрое разрушение конструкции реактора. Необходимо как-то защитить реактор от угрозы такого, попросту говоря, распада его конструкции. [c.141]

Больную в целях защиты от у-излучения реактора поместили в свинцовый ящик с соответствующей толщиной стенок. Потом на нее направили поток нейтронов. Облучение продолжалось полчаса, наблюдение за больной велось издалека с помощью системы зеркал. [c.202]

При проектировании защиты ядерных энергетических установок невозможно добиться полного поглощения всех излучений реактора. Поэтому защиты должны снижать излучение до предела, обеспечивающего безопасную работу персонала. [c.355]

При работе реактора наблюдается характерное явление — свечение, вызванное частичным переходом энергии излучения реактора в видимый свет (эффект Черенкова). Этот реактор снабжен автоматическими устройствами, контролирующими мощность и режим его работы. [c.325]

Обслуживание атомной электростанции довольно сложно. Основное затруднение состоит в том, что необходима мощная защита поглощения радиоактивных излучений реактора. Эти задачи разрешаются путем устройства специальных ограждений, применения средств индивидуальной защиты, а также путем систематического дозиметрического контроля помещений, аппаратуры, поверхностей кожа и одежды лиц, работающих на атомных электростанциях. [c.325]

ИЗЛУЧЕНИЕ РЕАКТОРА. ЗАЩИТА [c.360]

Проделанный расчет показывает, как велико излучение реактора как должны быть велики вес и толщина защитного слоя. [c.362]

Б р и к с м а н Б. А. и др. Калориметрическая дозиметрия смешанного излучения реактора ВВР-Ц.—В кн. Труды 2-го координационного сове-ш ания по дозиметрии больших доз. Фан , Ташкент, 1966. [c.178]

Первый из них, предложенный конструкторами ПИИ имени Курчатова в 1989 году, предусматривал такую компоновку корабля, при которой баки с жидким водородом должны были окружать жилой модуль, защищая экипаж от радиоактивного излучения реактора и космических лучей при этом радиаторы ЯРД располагались в носовой части корабля. [c.798]

В реакторах ВГР и БГР применяется керамическое топливо— окислы, карбиды и нитриды урана и твердого сплава уран-плутоний. Двуокись урана имеет высокую температуру плавления, химически совместима со многими материалами, в том числе с нержавеющей сталью, не подвержена большим изменениям объема под действием нейтронного излучения и при большой глубине выгорания. Двуокись урана имеет теоретическую плотность около И г/см , однако при процессе спекания-не удается получить образцы с плотностью выше 95% теоретической. Существенные недостатки двуокиси урана — низкая теплопроводность, к тому же уменьшающаяся с ростом температуры, и склонность двуокиси урана к окислению и образованию окислов с большим содержанием кислорода. [c.9]

Во втором томе рассмотрены физико-технические аспекты защиты от ионизирующих излучений на ядерных реакторах, на заводах по переработке делящихся материалов, в урановых шахтах, иа ускорителях элементарных частиц, на космических кораблях. [c.4]

Авторы сочли целесообразным также включить в книгу примеры инженерно-физических расчетов защиты от ионизирующих излучений ядерного реактора и различных источников у-излуче-ния смеси продуктов деления, характерных при химической переработке делящихся материалов. [c.5]

В проведенных недавно исследованиях излучение высокой энергии рассматривалось вместе с другими факторами окружающей среды. Для оценки топлив и смазочных материалов лабораторные установки были модернизированы с целью обеспечения возможности испытаний в условиях, близких к рабочим (например, испытания термической стойкости реактивных топлив и изучение смазочных материалов в стандартных подшипниках и редукторах) в процессе у-облучения или облучения электронами высокой энергии. Кроме того, были проведены более тщательные исследования модельного смазочного материала и гидравлических систем, работающих в условиях смешанного нейтронного и у-излучения реактора. Применение рассматриваемых материалов, например, в стационарных энергетических реакторах и атомных силовых установках подводных лодок позволило изучить поведение материалов в реальных условиях. Однако следует помнить, что в этих случаях возможно применение тяжелой защиты от излучения и что наиболее велика потребность в разработке радиационностойких материалов при использовании их в атомных силовых установках для воздушного транспорта. [c.116]

Предсказанное влияние излучения на эксплуатационные характеристики покрытий из графита и дисульфида молибдена было подтверждено исследованиями при облучении как в статических условиях, так и в реакторе. Рейс и Кокс [34] сообщили о влиянии у-излучения (у-полость реактора MTR) и излучения реактора Х-10 Ок-Риджской национальной лаборатории на восемь промышленных сухих пленочных покрытий при дозах 7-облучения до 2,6-10 эрг г и потоках быстрых нейтронов до 3,0 X X 10 нейтрон/см . Аналогичные исследования влияния у-излучения провел также Лэвик [18]. В большинстве случаев тип излучения не оказывал заметного влияния на эксплуатационные характеристики. Хотя условия облучения и оценка эксплуатационных характеристик во всех этих работах в какой-то мере различны, можно сделать общие выводы [c.139]

Семнадцать типов полупроводниковых диодов и выпрямителей были подвергнуты облучению двумя последовательными импульсами излучения реактора TRIGA. В результате сравнения вольт-амперных характеристик до и после облучения были исследованы остаточные изменения, вызванные этим излучением [60]. Облучение привело к ожидаемому увеличению падения прямого напряжения (табл. 6.7), а также прямого и обратного сопротивления образцов. [c.299]

В работе [4] исследовали влияние излучения реактора на шесть твердых алюминиевых электролитических конденсаторов с номинальной емкостью 0,3 и 3 мкф (по три образца каждой емкости). Конденсаторы были сконструированы таким образом, чтобы избежать необходимости использовать висмутсодержащий припой при запаивании корпуса, так как под действием тепловых нейтронов образуется Bi , распад которого в свою очередь приводит к образованию токсичного Ро . [c.388]

Термопары, которые являются составной частью приборов, испытывают особый тип радиационных повреждений, связанный с характером их работы. Будучи обычно металлическими, термопары считаются радиационностойкими в отношении физических и металлургических свойств, однако разогрев металла под действием излучения реактора может отрицательно влиять на индикаторную функцию термопар. Так как термопары используют для измерения температур, то радиационно индуцированное тепло может исказить показания термоэлектрических напряжений. Для устранения ошибочных показаний необходимо введение поправок, в частности, в тех случаях, когда для измерения температур лучше использовать термопары с компенсацией вместо термисторов. Некоторые измерения, произведенные с целью определения влияния излучения на спай термопары железо — константан, показали, что при облучении спая интегральным потоком 10 нейтрон 1см прправки малы. В других экспериментах [82] поправки практически не требовались и при интегральном потоке [c.416]

Пар и двухфазные системы. Реакции в паровой фазе. В паре низких плотностей, применяемом в технологии силовых реакторов, радиолитические процессы заметно изменяются по сравнению с конденсированной фазой. Для водяного пара низкой плотности при обычных температурах (—НгО) довольно высок, порядка 12. Файрестон [10] нашел, что в водяном паре при низкой температуре при действии -излучения трития g (H) =я(ОН) = 11,7. Практически важным соображением является низкое поглощение энергии в паре низкой плотности. Так, Хемфри [11] почти не обнаружил общего разложения воды в паре при 260°С под действием излучения реактора по сравнению с наблюдаемыми концентрациями кислорода в простой воде в тех же условиях. Хемфри провел также опыты по рекомбинации П2 и Ог в паре в тех же аппаратах. При высоких концентрациях газовой фазы скорость рекомбинации была близка к нулю и не зависела от температуры в интервале 149—260° С. При низких концентрациях общая скорость рекомбинации становилась равной нулю рекомбинация в газовой фазе компенсировалась разложением в жидкой фазе аппаратов. Это согласуется с наблюдаемым уменьшением общего разложения с ростом отношения объема пара к объему жидкости. Влияние ЛПЭ было проверено путем удвоения потока быстрых нейтронов в нейтронном ускорителе. При 260° С не было видимого роста скорости рекомбинации, но стационарная концентрация увеличилась примерно на 50%. К несчастью, с точки зрения применимости к реакторам в опытах по рекомбинации в газе самые низкие концентрации газа были порядка 300 см на литр газовой фазы, или около 2700 см 1иг конденсированного пара, по сравнению с примерно 60 см кг в паровой фазе кипящих водных реакторов. [c.76]

Установка Ромашка проработала непрерывно с августа 1964 г. по апрель 1966 г. с незначительным изменением электрической мощности к концу этого периода. Опыт работы установки продемонстрировал работоспособность кремний-германиевого сплава в поле излучений реактора на быстрых нейтронах. Испытания установки показали также стабильность работы реактора на быстрых нейтронах и его саморегулируе-мость. Имевшийся автоматический регулятор реактора практически не использовался, если не считать компенсации потерь реактивности вследствие выгорания ядерного топлива. [c.227]

Ядерные реакции деления сопровождаются уизлучени-ем, причем у-кванты обладают большой проникающей способностью и в определенных дозах опасны для живых организмов. С этой точки зрения реактор мощностью 1000 кет эквивалентен 2 тоннам радия. Излучение реакторов можно уменьшить с помощью экранов, приготовленных из наиболее тяжелых элементов, не пропускающих у-излучения. Сам реактор окружается железобетонной защитой (слой железобетона толщиной 1 м уменьшает интенсивность излучения в 1000 раз) и зачастую на закапывается в землю. Даже остановленный реактор остается еще опасным в течение длительного времени. Продукты деления даже через год могут обладать радиоактивностью, эквивалентной радиоактивности нескольких килограммов радия. [c.134]

В турбовинтовом двигателе с открытым циклом (фиг. 139, а), работающем по принципу газовой турбины, рабочее вещество приводит в движение турбину, а затем так же, как и в ракетных двигателях, выбрасывается в атмосс ру. В двигателях с закрытым циклом в качестве рабочего вещества можно использовать гелий, углекислый газ, водяной пар под давлением или, наконец, пары ртути. Однако использование воды и углекислого газа имеет то неудобство, что под действием радиоактивного излучения реактора они разлагаются. Как и в предыдущем случае, максимальная допустимая температура определяется механит ческой прочностью лопаток турбины. [c.213]

В процессе перегрузки необходимо постоянно контролировать мощность и скорость ее изменения, даже если реактор полностью заглушен и находится в глубоко подкритичном состоянии. Приборы, контролирующие мощность, реагируют на изменение нейтронного потока задолго до его значения, при котором начнется заметное выделение энергии в результате деления, а выход периодомера на показания (отклонение стрелки от края шкалы, соответствующего бесконечному периоду) свидетельствует о начавшейся цепной реакции. Уровень гамма-излучения реактора зависит в этом случае как от нейтронного потока (или мощности), так й от расстояния переме- щаемых сборок (ТВС, СУЗ) от точки замера. Поскольку во время перегрузки вблизи реактора и в соседних помещениях могут работать люди, необходимо вовремя заметить увеличение гамма-излучения и своевременно прекратить дальнейшие операции до тех пор, пока люди не будут отведены в безопасное место. [c.357]

В шахте реактора установлен специальный цилиндрический кольцевой бак для защиты от нейтронного и гамма-излучения реактора и тепловой защиты бетояа. Кольцевой бак заполнен химобессоленной водой соответствующего качества. [c.393]

Разность / эф— 1 называется реактивностью реактора. Реактор, реактивность которого немногим больше нуля, называется критичным. Если постепенно складывать в кучу блоки из ядерного горючего и замедлителя, размеры этой кучи, наконец, станут критическими. Это название pile— куча (неправильно переводимое словом котел ) сохранилось за реакторами в американской литературе. О достижении критичности узнают по резкому увеличению излучения реактора. [c.357]

Блок ЭРД с ядерным источником электроэнергии включал два запараллеленных реактора большой мощности, расположенных в крайней точке комплекса и экранированных от других систем теневой защитой и коническим баком с рабочим телом ЭРД (расплавленный литий). Между теневой защитой и баком по кольцу — электроплазменные движители (собственно ЭРД), выхлопные струи которых, бьющие под небольшим углом к образующей конуса бака, также служили своеобразным радиационным экраном от излучения реакторов. Далее следует телескопический раздвижной двухсекционный радиатор-излучатель энергоустановки, в передней части которого имеется агрегат для стыковки с другим блоком, включающим МОК и МНК . Здесь же расположены теневой экран для тепловой защиты обитаемых отсеков комплекса. За ним — возвращаемый аппарат МОК , который должен был входить в атмосферу Земли со скоростью, превышающей вторую космическую. Экипаж после длительного полета в невесомости мог плохо переносить перегрузки, потому разработчики при выборе рациональной формы спускаемого аппарата ориентировались на повышение аэродинамического качества В частности, рассматривались типичная фара от Союза , но увеличенного размера (диаметр — 4,35 метра, высота—3,15 метра), чечевица диаметром 6 метров или клиновидное аэродинамическое тело. Далее шли отсеки комплекса МОК . Они имели вертикальное построение в семь этажей приборно-агрегатный, рабочий, лабораторный, биотехнический, жилой, салон и отсек двигателей ориентации. [c.395]

Этот метод предусматривает дистанционное исследование тепловых полей излучения объектов в инфракрасном диапазоне. При обследовании технического состояния металла колонных аппаратов его можно использовать для исследования напряженно-деформированного состояния конструктивных элементов. Контроль возможен везде, где есть градиент температур реакторы, колонны, печи, дымовые трубы. У змеевиков трубчатых печей можно выявить места закоксова-ния, перегрева. Можно количественно оценить с точностью до 10% места повреждений кладки печи, нарушения футеровки реактора. Чувствительность теплового приемника такова, что удается зарегистрировать разницу температур поверхности 0,1°С. [c.220]

Но и это не решит полностью все энергетические проблемы. Если ядерная энергетика снимает с повестки дня борьбу с загрязнением атмосферы продуктами сгорания, то вместе с тем она создает новые проблемы удаление радиоактивных отходов, обеспечение безаварийной работы реакторов, опасность так называемого теплового загрязнения. В этом свете чрезвычайно актуальной становится задача, связанная с ишользованием постоянно действующих источников энергии, одним из которых является солнечное излучение. [c.6]

В томе II рассматриваются вопросы радиационной защиты применительно к конкретным источникам излучения и основным ядернотехническим установкам. Освещаются, в частности, такие вопросы, как защита активной зоны реактора и теплоносителя, тепловой расчет защиты, защита от у-излучения при переработке делящихся материалов, радиационная безопасность в производствах урана и радия, защита ускорителей и радиационная защита при космических полетах. [c.5]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...